Assessment of nuclear power reactor using computational fluid dynamics. - Corzo, Santiago F.
El objetivo principal fue desarrollar modelos numéricos para obtener una descripción detallada del flujo de refrigerantes y moderador dentro de la vasija de presión del reactor Atucha II. Debido a la complejidad geométrica y las condiciones de flujo bifásico desarrolladas en los canales del reactor, se afrontaron 2 problemas de diferentes escalas: la evaporación sub-enfriada en las cercanías de los elementos combustibles y el acoplamiento de dominios para modelar el reactor con cada uno de sus componentes. En una primera etapa se estudiaron los modelos físicos y numéricos asociados con la transferencia de masa y energía. Otro tema de interés fue el acoplamiento 0/1/3D de dominios con morfologías compuestas por iguales sub-dominios (canales). Con el fin de desarrollar código robusto, se propuso una formulación comprensible y conservativa para el código 1D de los canales. Y se desarrolló la estrategia de acoplamiento para el modelo del Reactor Pressure Vessel (RPV). Se presentan las simulaciones detalladas del fenómeno de evaporación sub-enfriado y utilizando herramientas de simulación 3D se analizó el comportamiento de diferentes componentes del RPV. El tanque moderador fue modelado utilizando un código monofásico e incomprensible para estudiar la agitación causada por la convección natural. Se evaluaron los 2 efectos que producen el calentamiento en el moderador; y finalmente se muestran los resultados numéricos del acoplamiento 0/1/3D.